The main aim of the National Spherical Torus Experiment (NSTX) is to establish the fusion physics principles of the spherical torus (ST) concept. The NSTX device began plasma operations in February 1999 and theplasma current Ip was successfully brought up to the design value of 1 MA on 14 December 1999.The planned plasma shaping parameters, elongation κ = 1.6-2.2 and triangularity δ = 0.2-0.4, were achieved in inner walllimited, and single null and double null diverted configurations. The coaxial helicity injection(CHI) and high harmonic fast wave (HHFW) experiments were also initiated. CHI current of27 kA produced up to 260 kA toroidal current without using an ohmic solenoid. With theinjection of 2.3 MW of HHFW power, using 12 antennas connected to six transmitters, electrons were heated from a central temperature of 400 eV to 900 eV at acentral density of 3.5 × 1013 cm-3, increasing the plasma energy to 59 kJ and the toroidal β, βT, to 10%. The NBIsystem commenced operation in September 2000. The initial results with two ion sources (PNBI = 2.8 MW) show good heating, producing a total plasma stored energy of 90 kJ corresponding to βT ≈ 18% at a plasma current of 1.1 MA.
国立球状トーラス実験装置（NSTX）の主たる目的は、球状トーラス（ST）概念の核融合物理原理を確立することである。NSTX装置は1999年2月にプラズマ運転を開始し、プラズマ電流Ipは1999年12月14日に設計値である1 MAまで正常に到達した。計画されたプラズマ形状パラメータである伸長度κ = 1.6〜2.2および三角形度δ = 0.2〜0.4は、内側リミター配位、シングルヌルダイバータ配位、およびダブルヌルダイバータ配位において達成された。同軸ヘリシティ入射（CHI）および高高調波高速波（HHFW）実験も開始された。CHIによる27 kAの電流は、オーミックソレノイドを使用せずに最大260 kAのトロイダル電流を生成した。2.3 MWのHHFWパワーを12個のアンテナから6台の送信機を用いて入射することにより、中心密度3.5 × 10¹³ cm⁻³において電子温度が400 eVから900 eVに加熱され、プラズマエネルギーは59 kJに増加し、トロイダルベータβTは10%に達した。NBIシステムは2000年9月に運転を開始した。2基のイオン源（PNBI = 2.8 MW）による初期結果は良好な加熱を示し、プラズマ電流1.1 MAにおいて全プラズマ蓄積エネルギー90 kJ、βT ≈ 18%を達成した。